超临界水反应堆传热分析

舒曦

【摘 要】超临界水堆（SCWR）是是被国际上选定为第四代核电系统长远开发的六种堆型之一，是在现有的轻水堆和超临界火电基础上开发出革新型设计。在超临界水堆的堆芯设计过程中，棒束间子通道内冷却剂流动的换热情况和子通道间的湍流交混系数的关系式是重要的参考数据。本文采用最目前世界上流行模拟软件fluent，利用gambit对子通道进行几何建模，主要分析目标为子通道间湍流交混系数β和对流换热系数h，得到换热系数在子通道中沿轴向的变化情况和子通道间湍流交混系数β在不同入口工况下的变化情况，最后拟出湍流交混系数通用经验关系式。

【關键词】超临界水堆（SCWR）；模拟软件fluent；湍流交混系数通用经验关系式

中图分类号： TK124 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）05-0051-002

【Abstract】Supercritical water reactor （SCWR） is one of the six reactor types selected by the international community for long-term development of the fourth-generation nuclear power system. It is based on existing light water reactors and supercritical thermal power. Design. In the core design process of the supercritical water reactor， the relationship between the heat transfer conditions of the coolant flow in the sub-channels and the turbulent cross-mixing coefficient between the sub-channels is an important reference data. This paper adopts fluent， the most popular simulation software in the world， and uses gambit to geometrically model the subchannels. The main target is to analyze the turbulent cross-mixing coefficient β and convection heat transfer coefficient h between the subchannels， and obtain the heat transfer coefficient along the axis in the subchannel. The variation of turbulence and the variation of the turbulent cross-mixing coefficient β between the subchannels under different inlet conditions， and finally the general empirical relationship of the turbulent blending coefficient.

【Key words】Supercritical water reactor（SCWR）；Simulation software fluent；Turbulent intermixing coefficient general empirical relationship

0 前言

2001年7月，英、法、美、日等十个国家签署协议，正式成立了“第四代核能系统国际论坛（GIF）”，在第四代核能系统研讨会上，超临界水堆（SCWR）被GIF选为长远发展目标的6种堆型之一，也是唯一被选定的轻水堆型。

超临界水堆是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高（大约45%，现有轻水堆的热效率约为33%），而且超临界水流无变相，可以采用直接循环，机组尺寸也相对的减小了[1]。

超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。

在未来几十年的能源领域中，超临界反应堆具有很强大的竞争力。同时，考虑到我国目前以压水堆为主要结构的核能建设战略，以及超临界水堆对压水堆的继承和可持续发展的要求，在我国发展和研究超临界水堆核能系统是必然的选择[3]。

所以，开展对超临界水堆的研究是非常必要的科研活动，本文主要目标是研究超临界水堆子通道间的流体情况，为超临界水堆的设计提供必要的数据研究和模拟分析。

子通道分析是确定组件内包壳最高温度的最有效的手段，但是由于实验条件的苛刻，目前还没有超临界工况下的棒束实验。所以目前的子通道分析主要是利用已有的CFD软件进行子通道分析。

了解这些共同点后，就可以使用fluent软件进行分析，只要在初始设定中考虑到子通道模型的各个守恒方程即可很好的模拟出子通道的流体情况。

湍流交混情况作为反应堆芯冷却剂流动的重要参数，在超临界水堆的子通道分析中占重要的位置。

本文将得到正四边形子通道间不同燃料棒栅距尺寸的湍流交混系数，为超临界水堆的设计提供理论基础。

1 计算模型的建立

fluent是世界领先的CFD软件，在流体建模中广泛的被应用。由于它一直以来以用户界面友好而著称，所以对初学者来说非常容易上手，提高生产速度。它基于非结构化及有限容量的解算器的独立性能在并行处理中有广泛的应用。

Gambit软件是Fluent 公司提供的前处理器软件，它包含功能较强的几何建模能力和强大的网格划分工具，可以划分出包含边界层等CFD 特殊要求的高质量的网格[3]。

本文的研究对象为不同的子通道间的流体部分，通过gambit可以画出该部分的三维柱式网格，具体细化为： 正四边形子通道到正四边形子通道间。（横截面如图1）

由上面的子通道间横截面图可以看出，由于子通道划分的特殊性，研究的子通道间的区域是轴对称的几何体，为了减小计算量，节约计算时间，可以将研究对象定为其中阴影部分，再由轴对称性可知其他部分的流體情况也是相同的。

考虑到上述各项功能及取得收敛解要求之后，本文中利用FLUENT求解问题的步骤如下：

1） 确定几何形状生成计算网格（由GAMBIT生成）。2）载入并检查网格。3）选择求解器（3D）。4）选择求解的方程（湍流、能量守恒方程、传热模型等），确定其他需要的模型。5）确定流体的材料的物性（超临界水super-water）。6）确定边界的类型及其边界条件（前者在GAMBIT中确定，但在FLUENT中可以修改，后者在FLUENT中实现）。7）条件计算的控制参数。8）流场的初始化。9）求解计算。（包括一阶计算和二阶计算）。10）判断收敛。（利用残差进行判断）11）保存结果并进行后处理。其中，2）步中检查网格由fluent中的Grid—Check命令完成，该命令的工作原理是依次从构成三维网格的点，面，体的空间构成进行检查。主要目的是检查网格构成时的单个网格可能出现的零体积现象，防止因网格构成出错引起的迭代计算的错误。

由传热学的原理可知在计算出主流温度W的基础上，只用导出湍流动能k即可分析出湍流交混系数β和剪切速度e。

在本文的分析中，导出的的是模型的对称轴上的湍流动能k的分布，结合上文中计算得出的相应的主流温度分布，从而分析出β和e。

工况1，V=1.11810m/s，T=573.15k，M=829.87kg/m2s，迭代次数42000，该工况中交混系数充展后，沿坐标轴表现出下降的趋势，最后的均值为：0.0433。在该工况中，剪切速率沿Z轴呈现下降的趋势，出口处的最小值为：0.543，均值为：0.884。

工况2，V=2.08956 m/s， T=573.15k，M=1550.9kg/m2s，迭代次数42000，该工况中，湍流交混系数经过入口段较快下降后变化不明显，主要原因是在较低的入口温度情况下的，在入口部分没有达到充展，稳定后的均值为：0.0319。该工况中，剪切速率经过入口段较快下降后变化不明显，主要原因是在较低的入口温度情况下的，在入口部分没有达到充展，稳定后的均值为：0.783。

2 数据处理结果

经过两种模型不同工况的分析，最终分别拟出了湍流交混系数与雷诺数的关系式，为了将所有已计算的工况关系式拟合起来，得到一个更普遍的关系式，本文已雷诺数的大小为区间，将以上湍流交混系数β的关系式拟合成普遍适用的：

β=0.7734Re-0.2935（20000

β=1.3763Re-0.3173（90000

β=1.6833Re-0.3425（150000

这个三个关系式基本概括了本文中所有工况的范围，利用关系式回推导出的湍流交混系数与实验模拟得出的的误差平均值是28%，考虑到该关系式的集成度较高，误差在可接受的范围之内。

3 总结

本文通过对Fluent系列软件的应用，完成了对超临界水冷反应堆子通道间的数值模拟分析的工作。

在利用Gambit建立几何模型时采用对称轴原理而简化了设计，提高了计算效率，利用Fluent软件进行求解时采用二阶迎风迭代保证了数据的精确度。

在对换热系数h的研究中，首先在数据的采集中为了研究燃料棒壁面上不同点的对流换热系数，从几何模型中导出了若干组数据进行比较，了解了换热系数在燃料棒壁面的分布情况；由于各工况的进口温度不同导致无法进行定量的分析，但是由所有工况拟出的数据曲线可以看出，在超临界水堆子通道中，换热系数能够在主流温度临界点655K左右达到最大值之后急剧的减小，这于超临界水临界点656.15K的大小是相符的。

在今后的研究中，以下几点希望能得到提高和改进：

（1）在使用Gmbit建立三维网格时将各点划分较细，虽然提高了精度，但是使得计算量增大，使得能够提供分析的工况数量不多，在数据处理时略显单薄。

（2）总结换热系数时测得的流体临界点在655K左右与理论上超临界水的临界点656.15K并不完全相符，反应了目前模拟软件的局限性。

（3）在总结的湍流交混系数关系式中，最终的关系式平均误差达到28%，说明该系数随不同工况的变化是较大的，为了更加准确的关系式，应该考虑到不同工况对应的修正因子。

【参考文献】

[1]李满昌，王明利.超临界水冷堆开发现状与前景展望 [J].核动力工程.第27卷第2期，1-7页。

[2]F.ROELOFS.CFD Analyses of Heat Transfer to Supercritical Water Flowing Vertically Upward in a Tube[J]. Petten ，1 December 2004， 353/04～60811/P.

[3]Hae-Yong Jeong ， Kwi-Seok Ha， Young-Min Kwon， Yong-Bum Lee， Dohee Hahn. A dominant geometrical parameter affecting the turbulent mixing rate in rod bundles[J]. International Journal of Heat and Mass Transfer 50，（2007）.908–918.